2017, Выпуск 1

Авторы

Сальдиков И.С.¹, Тихомиров Г.В.¹, Терновых М.Ю.¹, Хомяков Ю.С.², Суслов И.Р.², Фомиченко П.А.³

Организация

¹ Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
²Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» «Инновационно-технологический центр проекта «ПРОРЫВ», Москва, Россия
³ Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия

Сальдиков И.С.¹ – инженер. Контакты: 115409, Москва, Каширское шоссе, 31. Тел.: (495)788-56-99, доб. 8441; e-mail:Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Тихомиров Г.В.¹ – зам. директора института ядерой физики и технологий, доктор физ.-мат. наук, доцент.
Терновых М.Ю.¹ – старший преподаватель.
Хомяков Ю.С.² – доктор физ.-мат. наук.
Суслов И.Р.² – кандидат физ.-мат. наук.
Фомиченко П.А.² – начальник лаборатории физической безопасности, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».

Аннотация

Стратегией развития Российской Федерации предусмотрено решение задачи использования быстрых реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле. В данный момент идет реализация проекта ПРОРЫВ по созданию быстрых реакторов БН-1200 и БРЕСТ-ОД-300. Этот проект направлен, в том числе, для демонстрации возможности замыкания ядерного топливного цикла по плутонию. Плутоний, в значительной мере накопленный в России после работы тепловых реакторов и утилизации атомного оружия, будет использован для начальных загрузок быстрых реакторов. Концепция замыкания топливного цикла для этих реакторов, среди прочего, подразумевает их самообеспечение плутонием, воспроизводство которого осуществляется на необогащенном уране, который используется в качестве сырьевого материала. Режимы работы реактора на мощности и его характеристики должны быть выбраны таким образом, чтобы выйти на режим самообеспечения реактора делящимися изотопами при подпитке обедненным ураном и поддерживать его в процессе всего периода эксплуатации. Таким образом, актуальными являются вопросы моделирования процессов обращения с топливом. Для решения указанных задач разработан программный код REPRORYV, моделирующий нуклидные потоки во внереакторной части замкнутого топливного цикла. При этом для расчетов характеристик реакторов могут быть использованы имеющиеся верифицированные коды. С применением этого подхода в данной работе рассмотрены различные варианты организации нуклидных потоков и оценено влияние различного содержания плутония в топливе, условий переработки топлива, потерь при переработке топлива, а также влияния неопределенностей на итоговые нейтронно-физические характеристики реактора. Подробно описана схема работы кода REPRORYV. С помощью кода REPRRORYV получены значения нейтронно-физических функционалов с учетом неопределенностей в исходных данных.

Ключевые слова
замкнутый топливный цикл, быстрые реакторы, рецикл, БН-1200, БРЕСТ-ОД-300

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.5

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2017, вып. 1, 1:1